压水堆核电厂运行[u5151-466e4bdc-641]

6. 一回路的运行 6.1一回路运行时参数测量 温度测量 压力测量 流量测量 6.2 松动部件的监测 松动部件声监测系统：堆运行时监测 零件松动情况并确定其位置
a. 信号采集部分 b. 信号处理部分 c. 信号显示部分 d. 信号监测部分 e. 系统刻度刻度部分：刻度各个信号 道 松动部件声监测系统的投运： 必须经首次启动和录取本底噪声后， 才可用
2.5 控制棒驱动机构 布置在压力容器顶盖上 传动型式: 磁力提升型, 磁阻马达型, 其他形式
长棒控制棒:采用磁力提升型,能让控制 棒靠重力下落 停堆、补偿剩余反应性、控制运行 时的振动因素。 短棒控制棒：采用磁阴马达型，棒可 以进运行，但不能靠重力落入堆芯。 调节轴向功率分布，抑制振荡。目 前，大型压水堆已不用短棒。
控制棒位置指示器测量原理是基于同心的 一次线圈和反驱动杆运动的二次线圈之 间的磁场强度随控制棒位置的不同而改 变，引起线圈中感应电压的变化，指示 位置。 2.6 运行中的问题 a. 防止冷却剂泄漏：探测方法：测温，内 部320℃，外部，常温 b. 维持压力—温度的关系 c. 压力容器水位控制
3．汽发生器SG 3.1一回路冷却剂将核蒸汽供应系统的 热量传给二回路给水，使之产生一 定压力，一定温度和一定干度蒸汽 的热交换设备。 两种类型： 带汽水分离器的饱和SG ，常用； 产生稍过热蒸汽的直流式蒸汽发生器。
2.1压水堆堆芯 堆芯: 活性区, 心脏 a．轻水冷却剂从压力容器上部的进口接管 进入 , 沿吊篮和压力容器内壁之间的环状 间隙向下流,冷却吊篮,热屏蔽层和压力容 器壁,到达压力容器底部后,改变方向向上 流经堆芯,带走热量,到SG把二回路给水加 热成蒸汽. b．反应性的控制 控制棒 可溶毒物B 新堆用可燃毒物
功能： a. 固定燃料组件上端的位置； b. 当控制棒组件被提起时，承受因冷 却剂横向流动而引起的力； c. 作为控制棒组件与驱动轴的导向， 保证控制棒组件能顺利地在燃料组 件内上、下移动。
2.4压力容器：不可更换部件 包容和固定堆芯和堆内构件，并把核 裂变反应限制在其内部。 设计压力：17.2MPa 工作压力: 15.5MPa 压力容器大小、重量随电厂功率的增 加而增加 P23,表2-4
d. 自动补给：补充和停止都由容控箱 水位控制 e. 手动补给： 提高容控箱水位以进行排气操作 为换料水箱补水和最初的充水
5 一回路其他辅助系统 重要厂用水系统 乏燃料池的冷却及净化系统 取样系统 通风系统 放射性废物处理系统
第四章 二回路系统和设备 二回路：热能 机械能 电能 功能： a. 将核蒸汽供应系统产生的热能转变 为电能 b. 在停机或事故情况下，保证核蒸汽 供应系统的冷却
功能: a．把堆芯重量传给压力容器法兰； b．确定燃料组件下端的位置； c．承受控制棒组件在事故落棒时的重 力，并把重力传递给压力容器； d．确定压力容器内及堆芯内冷却剂的 流向； e．降低压力容器壁所受的放射线剂量； f．堆芯吊篮断裂时，起缓冲作用。
2.3 上部堆内物件 堆芯上栅格板 控制棒导向管 支承筒 堆芯上支承板 换料时，上部堆内物件被整体卸出。
第四级：针对严重事故采取的对策，保持 安全壳的完整性；防止事故的恶化，限 制放射性释放。 第五级：应急对策，保护工作人员、公众 和环境。 3．核电厂运行的特点 一次换料，长期运行，12个月，18个月 放射性 停堆后余热 三废处理 满负荷运行，利用因子越大越好，建设费 用高，燃料费低
优点： a. 环保，正常运行 b. 高能量，低消耗 c. 核电成本低 d. 核电厂同位素生产
2.2 风险概率 飞机：10-4/Y， 核电厂：10-6/y 2.3 纵深防御的安全原则： 燃料芯块，燃料包壳，一回路压力边界， 安全壳 纵深防御原则贯穿在核电厂造址、设计、 制造、建造、调试、运行、事故处置和 应急准备等各个环节始终。
2.4多级防御 第一级：设计、建造应防止事故的发 生，追求固有安全性。 第二级：及时发现故障和控制异常工 况。 第三级：专设安全设施，对前两级的 补充，提高安全程度。
4.2运行 a. 启动前，一回路必须有足够的压力 防止气蚀，每次只能启动一个电动泵 组，每天启动少于6次。 b. 停止指令之前，高压油泵投入运行， 直至冷却剂泵停止50S以后。 c. 运行极限工况： 一回路加硼或稀释硼，至少有一台冷 却剂泵运转。
稳压器产生气泡时，至少连至喷淋管路的 某一环路泵工作 可利用或运转的主泵不到两台，堆不应临 界（实验除外） 5. 5. 稳压器PZR 对一回路压力进行控制和超压保护的设备， 表征堆芯压力
在正常运行时，保持一回路压力恒定 在负荷变化时，限制一回路压力的变 化，防止冷却剂在堆内沸腾
当事故引起一回路压力急剧升高时， 安全阀提供超压保护 吸收一回路系统水容积的迅速变化 运行： 启动时给系统加压 稳态运行时调压，避免停堆 安全： 防止系统超压 提供保护信号
工作原理 水是不可压缩的 蒸汽可视为理想气体（可压缩） PV=KT P=ρ KT /m 让一部分水变成气体，蒸汽压力变大， 水的压力也变大，水位几乎不变。 调节的是蒸汽的密度而非蒸汽的体积。
3.2运行原理 下降通道内，单相的冷水； 上升通道内，温度较高的汽水混合的 热水。 两根温度和密度不相同的水柱，同一 压力下，两者的密度差形成自然循 环的驱动力，冷水柱和热水柱在上 部水箱中接触,进行汽水分离，未汽 化的水流再循环进入冷柱。
3.3 SG的运行 1. 冷柱的水位保持 水位低，一回路的冷却不充分，管束 因温度升高破裂。 水位高，导致流向汽轮机的蒸汽温度 过大。 2. 限制管子的腐蚀 腐蚀后泄漏，P37，图2-25
压水堆核电厂的运行
刘 水 清(研究员）
Waterliu518@yahoo.com.cn
中国核动力研究设计院
第一章 绪 论 1. 核电的发展 先军用后民用 压水堆特点: a. 以轻水作慢化剂和冷却剂 , 堆体积 小,建设周期短,造价低. b. 采用低富集度铀作燃料，铀的浓缩 技术已过关。
c. 有放射性的一回路系统与二回路相 分开，放射性不会进入二回路污染 汽轮机，运行、维护方便，需要处 理的放射性三废量少。 d. 2. 核电厂的经济性与安全性 e. 2.1清洁、安全、经济的能源 f. 核燃料费：1/3燃煤电厂 g. 1/4~1/5燃气电厂
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核电厂组成
核岛：反应堆及一回路系统 反应堆 蒸汽发生器 主蒸汽管 燃料厂房 废燃料池 相应系统与设备
常规岛： 汽轮机 二回路系统 发电机 5. 我国核电前景 空前发展
第二章 压水堆核电厂一回路主系统和设备
功能 组成、流程、参数 系统的运行 1 一回路主系统 功能： a. 由冷却剂将堆芯中因核裂变产生的 热量传输给蒸汽动力装置并冷却堆芯 b.防止燃料元件烧毁 流程：P11，图2-1
c．燃料组件:17×17 264 燃料棒 :UO2 芯块 , 富集度相同 , 每根 275 个芯块 24 控制棒或可燃毒物棒导向管 1 通量测量管 阻力塞组件 d.中子源 初级中子源:钋-铍(Po-Be) 锎源（Cf） 次级中子源:锑-铍(Sb-Be)
2.2下部堆内物件 堆芯吊篮 堆芯支承板 堆芯下栅格板 流量分配孔板 堆芯围板 热屏 二次支承组件
组成: 筒体组合件 :法兰环 , 接管段 百度文库 筒身,冷却 剂进\出口接管 顶盖组合件 底封头 法兰密封结构 压力容器材料:含锰钼镍的低合金 钢,SA533B,SA508II,SA508III
优点: 具有较高的强度极限和屈服极限; 良好的塑性和冲击韧性; 良好的焊接性能和抗中子辐照性能 缺点:抗腐蚀性能较差. 解决办法:压力容器各段拼焊以后,必须 在其内壁堆焊两层厚度共为 6-8mm 的或因科镍合金覆盖层.
4 硼和水补给系统 4.1 功能 化容系统的支持系统 4.2 组成： 补水回路，硼补充回路，硼酸配制回 路，化学添加剂制备回路。 4.3 运行 堆启动前，系统即处于备用状态，
一台除盐水泵和一台硼酸泵选在 “自动”方式，收到补给命令即运 转，另一台除盐水泵和一台硼酸泵 处于“手动”方式。 五种操作方式： a. 慢稀释：将水补充到容控箱中 b. 快稀释：补水同时从容控箱上、下 游注入到冷却剂系统中获得尽可能 快的响应 c. 硼化：增加回路硼浓度
第三章 一回路的主要辅助系统 1 化学和容积控制系统 1.1功能 a. 化学控制: 化学试剂 净化回路 b. 容积控制：保持一回路水容积 上充(charge) 下泄(letdown) c. 反应性控制：稀释、加硼 d. 辅助功能：轴封水 稳压器辅助喷淋
上充过程：一回路热管段 再生热交换 器 节流孔板（出安全壳） 下泄热交 换侧管 低压下泄控制阀 混合床离 子交换器 容积控制箱 下泄：流量不变 1.2 运行 a.下泄回路的运行 b. 除盐回路的运行 c.容积控制箱的运行
参数： 工作压力15.5MPa,约345℃(大亚湾) 工作压力指一回路平均压力 通常以稳压器内蒸汽压力为准 2. 压水反应堆 以轻水作慢化剂和冷却剂,在高温高压下运 行的反应堆. 反应堆:一种能以可控方式产生自持链式裂 变反应的装置. P14,图2-3
组成: 压力容器(包括筒体和顶盖) 下部堆内构件 反应堆堆芯 上部堆内构件 控制棒组件及驱动机构
d. 上充回路的运行 e. 主泵轴封水回路的运行 2. 余热排出系统——停堆冷却系统 2.1功能 二回路停运: 堆停闭后，余热的排出 2.2系统的运行 堆正常运行时，系统隔离，停堆后，堆的 冷却速率限制值：28℃ 当Tmax: 180℃, P: 3.1MPa 时，系统投入运 行 在余热排出系统停运之前，稳压器内应已
形成汽腔，安全阀组可用。 3. 设备冷却水系统 处在冷却的生水与核岛设备中间的 一个封闭回路。 3.1功能 a. 冷却核岛内的设备 b. 冷却泵和热交换器 c. 避免污染
3.2运行 a. 堆正常运行时，排出的热量为常量。主 要用户是冷却剂泵，非再生热交换器和 控制棒驱动机构。 b. 堆降温时，需导出的热量是变化的，最 主要的是余热排出系统的热交换器。 c. 堆换料时，一回路水温≤60℃，需导出的 热量比降温时小得多。 d. 必须定期检查冷却水有无放射性，注意 保持膨胀箱内的水位
工作方式： 加压：电加热 减压：喷淋，冷凝一部分蒸汽，如压力太 高，放气法 PZR：H = 13m,D= 2.5m ~40M3(占主系统容 积的10%) 60%为水40%蒸汽 PZR 是堆内温度最高的地方，甚至超过堆 芯
波动管： PZR 与主系统相连接的管子，从 PZR 底部出来接 到主系统的一个热管上. D ~ 35cm, 太细，主 系统压力很大时，信号传不到 PZR ，信号传递 慢 电加热器： 60根，总电功率1440kW 通断式加热器：1、2组，9根/组； 5、6组，12根/组 比例式加热器：3、4组，9根/组 压力越高，功率越大
4.1核汽轮机典型结构 a. 转动部分：动叶栅、叶轮、轴、联 轴器等。 b. 静止部分：汽缸、喷嘴叶栅、隔板、 汽封及轴承等 c. 附属设备：主汽阀、调节阀、调节 系统、主油泵、辅助油泵及润滑装 置等。
a. 一次侧的腐蚀，晶间应力腐蚀； b. 二次侧晶间腐蚀和晶间应力腐蚀； c. 微振磨损。
4 主泵（冷却剂泵） 4.1驱动高温高压放射性冷却剂，使其 循环流动，将堆芯热量传给SG。 一回路主系统中唯一高速旋转的设备。 正 常 运 行 时 ， 流 量 24000m3/h, 转 速 1500r/min ，热态消耗功率 6.6MW 左 右。 P40，表2-7。
喷淋系统： 两条管线，每条管线有一个气动调节阀，小流 量连续喷淋 保持PZR内水温与化学成分的均匀性 限制在大流量喷淋启动时对喷淋管的热冲击 卸压箱： 与PZR配合使用 卧式低压容器，37m3,上部~11.5 m3 N2,下部25.5 m3为水 当一回路系统超压时，接收、凝结、冷却由 PZR 安全阀排出的蒸汽，使 PZR 的蒸汽免于向 安全壳内排放。避免了带放射性的一回路流体